福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验充压和降压速率优化的分析和研究

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验在换料大修期间进行并作为大修关键路径的主线工作,而安全壳整体泄漏率试验的充压和降压速率是影响主线工作的重要因素。为提高机组的可利用率和经济性,基于法规和标准的要求,结合同类型机组的经验反馈对安全壳整体泄漏率试验进行优化,分析和研究试验中充压和降压速率提升的可行性。

三代核电安全壳整体泄漏率试验卸压关键技术及应用

依据三代核电的原始设计,安全壳整体泄漏率试验卸压过程是直接将安全壳内的试验气体排放到外界环境中,中间未经任何空气的过滤,机组带核运行之后,采取这种卸压方式,会导致安全壳内的放射性物质直接排放到外界环境中,不满足流出物排放相关法规标准的要求。本文就三代核电安全壳整体泄漏率试验卸压流道的改造进行技术分析,提出改造方案,开发卸压控制方案,并在某三代核电机组首次大修进行了成功的实践,克服了三代核电机组安全壳整体泄漏率试验卸压流道的设计缺陷,自主设计的卸压控制方案相较于调试试验大大提高了试验卸压速率。

AP1000电站安全壳整体泄漏率试验组织方案简介

在反应堆达到临界前,作为核安全关键屏障的安全壳必须通过泄漏率试验,以确保在严重事故工况下,外泄到环境中的放射性物质总量不超出公众剂量限值。泄漏率试验分为整体泄漏率试验和局部泄漏率试验,而安全壳的整体泄漏率试验由于试验规模大、且具有较大风险,所以备受关注。文章以海阳核电1号机组安全壳整体泄漏率试验的良好实践为依据,简单介绍AP1000电站整体泄漏率试验的组织方案。

AP1000电站安全壳整体泄漏率试验组织方案分析

在反应堆达到临界前,作为核安全关键屏障的安全壳必须通过泄漏率试验,以确保在严重事故工况下,外泄到环境中的放射性物质总量不超出公众剂量限值。泄漏率试验分为整体泄漏率试验和局部泄漏率试验,而安全壳的整体泄漏率试验由于试验规模大、且具有较大风险,所以备受关注。文章以海阳核电1号机组安全壳整体泄漏率试验的良好实践为依据,分析了AP1000电站整体泄漏率试验的组织方案。

AP1000安全壳整体泄漏率试验探讨

核电机组在投入运行前,需模拟设计基准事故状态来测量和计算安全壳的整体泄漏率,以确保安全壳的密封性符合法规要求。文章在介绍了试验准备、试验方法的基础上,分析了国内首次钢制安全壳整体泄漏率试验的特点,探讨了试验的难点和风险,以期为国内首次试验执行提供参考与指导。

AP1000核电厂安全壳整体泄漏率试验原理及方法

核电厂在调试期间以及在役期间需要进行安全壳泄漏率试验,来验证安全壳作为第三道安全屏障的密封性。现介绍AP1000核电厂钢制安全壳的设计特点,并就AP1000核电厂安全壳整体泄漏率试验的原理、方法、频度进行阐述,分析试验的主要风险点及控制措施。

浅析核电厂安全壳整体泄漏率试验项目管理

核电站需要定期对安全壳进行整体泄漏率试验,以验证安全壳作为第三道屏障能否起到密封隔离的作用。从项目管理的角度分析了试验准备和试验实施的任务和原则要求。

反应堆安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间优化研究

为了降低反应堆安全壳整体泄漏率测量试验风险和使泄漏率测量结果更加保守和可信,基于空气稳定准则、函数曲率准则和数据分布准则,提出了一种适用于我国核电机组的安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间的优化方法。结合法国电力集团的安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间调整方法,明确了安全壳整体泄漏率测量试验结束的判定要求,并提出了增加安全壳内空气稳定判定准则和整体泄漏率测量终止判定准则的优化方法。以20组安全壳打压试验样本为例,计算了安全壳整体泄漏率测量阶段的持续时间。结果表明,共有17组样本满足优化条件,其中15组样本在16h内满足整体泄漏率测量终止判定准则,其余2组样本分别在19.25h和18.25h内满足全部的验收准则。所提出的优化方法能够缩短反应堆安全壳整体泄漏率测量阶段的持续时间,其比法国的方法更为保守、可信。

安全壳试验泄漏率超标原因分析及查漏策略

为提高安全壳试验泄漏点定位效率,对可能导致安全壳泄漏率超标的原因进行研究,重点分析安全壳边界各类设备的泄漏特点,同时结合历史数据库统计信息,划分不同类型故障发生概率的级别。建议在安全壳试验上行阶段依次设置3个查漏窗口,根据查漏优先级与被检对象类型设置多个小组并进行查漏,节省安全壳试验期间泄漏点定位时间。

核电厂安全壳整体泄漏率测量分析

文章首先详细阐述了核电站安全壳整体泄漏率试验的测量原理,剖析了其背后的理论机制,比较分析了不同国家核电厂在安全壳密封性试验标准方面存在的差异,揭示了各国在核安全领域的泄漏率计算的差异。在此基础上,结合实际核电厂的情况,对安全壳整体泄漏率的测量计算方法进行了深入综合的探讨,为更准确地评估核电站安全性提供了理论依据。

安全壳整体密封性试验泄漏率的计算方法

介绍了美国ANSI-ANS56.8-2002标准中计算安全壳整体密封性试验泄漏率的理论方法,并对泄漏率的上置信限进行求解,为进一步研究安全壳整体密封性试验的工程应用提供理论基础。

核电安全壳整体密封性试验验证试验方法分析

介绍了基于美国标准ANSI ANS-56.8《Containment System Leakage Testing Requirements》的要求和计算方法建立的安全壳整体密封性试验验证试验装置的结构和布置。对目前国内验证试验实施方式进行了分析,提出了实施方式的缺点,并提出了针对性的改进建议。

反应堆安全壳的局部泄漏率试验

本文扼要介绍了安全壳密封(泄漏)试验中局部泄漏率试验的类型和项目、典型试验方法。

安全壳整体试验标准ANSI/ANS-56.8-1994在田湾核电厂的应用

为有效测量反应堆安全壳整体试验的泄漏率,田湾核电厂依据美国安全壳整体试验标准ANSI/ANS-56.8-1994开发了一系列完整的泄漏率计算程序,并先后在田湾核电厂1/2#机组首次在役整体试验中应用,效果显著。本文介绍了ANSI/ANS-56.8-1994标准在试验中的数据处理过程,以期能提供给国内核电厂安全壳整体试验以借鉴。

三代核电安全壳隔离阀C类泄漏率试验方法研究

某三代核电站安全壳隔离阀受制于现场系统和设备的配置,按照原有设计的安全阀C类泄漏率试验方法可实施性较差。针对此问题创新了安全阀C类泄漏率试验方法,该方法更加安全可靠,大大降低了进行安全阀C类泄漏率试验的难度,有助于提高核电厂的经济性及安全性。

安全壳整体密封性试验数据分析软件的开发

基于美标和法标两种标准,开发了一套安全壳整体密封性试验数据分析软件。介绍了两种标准的计算原理。提出了接口通信、功能逻辑、界面布置、试验操作方面的解决方法,实现了依据两种标准进行泄漏率计算的并行运行。提供了一种可覆盖国内所有核电安全壳整体密封性试验数据分析的技术方案,该软件已应用于实际工程中,通过试验结果分析,验证了该软件的可靠性。

核电站安全壳整体密封性试验方法

简要介绍了我国核电站安全壳整体密封性试验的情况和Ａ、Ｂ、Ｃ类试验所采用的方法，以及部分国家安全壳整体密封性试验所采用的标准和测量系统的测量精度．

低温对压水堆核电厂安全壳泄漏率测量的影响分析

温度是压水堆核电厂安全壳泄漏率测量与计算的重要参数。在进行安全壳泄漏率测量时,若壳内温度梯度过大,可能导致泄漏率不确定度计算不收敛,无法得到正确结果。温度过低也可能导致核岛内空气结露,影响仪表及泄漏率计算。通过分析过往试验的数据,确定低温如何影响泄漏率结果,并根据分析结果优化试验条件,降低试验风险。

核电站安全壳密封性试验系统搭建

安全壳是压水堆核电机组的第三道安全屏障,其主要作用是防止放射性物质向外界环境扩散。定期检查机组安全壳在反应堆失水事故(LOCA)压力下的泄漏率,是核电机组安全运行的重要保障。论文基于泄漏率算法模型,搭建安全壳密封性试验系统,具体包括试验设备硬件选型、采集软件编程、试验数据处理方法。通过工程实践,实现了高精度试验数据采集和安全壳泄漏率分析计算。论文成果兼具创新及实用性,可广泛运用于核电站安全壳密封性试验。

田湾核电站安全壳密封试验

安全壳作为核电站第三道安全屏障,当反应堆发生失水事故(LOCA)时,释放的大量带有放射性的高温高压汽水混合物被它包容和隔离,以防止其外泄对核电站周围居民和环境产生危害。简单介绍田湾核电站1号机在调试期间有关安全壳整体试验的方法,对结果进行分析和探讨。